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Luce, T. C.*; Challis, C. D.*; 井手 俊介; Joffrin, E.*; 鎌田 裕; Politzer, P. A.*; Schweinzer, J.*; Sips, A. C. C.*; Stober, J.*; Giruzzi, G.*; et al.
Nuclear Fusion, 54(1), p.013015_1 - 013015_15, 2013/12
被引用回数:40 パーセンタイル:85.52(Physics, Fluids & Plasmas)The ITPA IOS group has coordinated experimental and modeling activity on the development of advanced inductive scenarios for applications in the ITER tokamak. This report documents the present status of the physics basis and the prospects for applications in ITER. The key findings are: (1) inductive scenarios capable of higher than the ITER baseline scenario () with normalized confinement at or above the standard H-mode scaling have been established under stationary conditions on the four largest diverted tokamaks (AUG, DIII-D, JET, JT-60U) in a broad range in and density; (2) MHD modes can play a key role in reaching stationary high performance, but also define the stability and confinement limits; (3) the experiments have yielded clearer measurements of the normalized gyroradius scalin; and (4) coordinated modeling activity supports the present research by clarifying the most significant uncertainties in the projections to ITER.
Imbeaux, F.*; Citrin, J.*; Hobirk, J.*; Hogeweij, G. M. D.*; Kchl, F.*; Leonov, V. M.*; 宮本 斉児; 中村 幸治*; Parail, V.*; Pereverzev, G. V.*; et al.
Nuclear Fusion, 51(8), p.083026_1 - 083026_11, 2011/08
被引用回数:36 パーセンタイル:80.23(Physics, Fluids & Plasmas)In order to prepare adequate current ramp-up and ramp-down scenarios for ITER, present experiments from various tokamaks have been analysed by means of integrated modelling in view of determining relevant heat transport models for these operation phases. A set of empirical heat transport models for L-mode has been validated on a multi-machine experimental dataset for predicting the dynamics within 0.15 accuracy during current ramp-up and ramp-down phases. The most accurate heat transport models are then applied to projections to ITER current ramp-up, focusing on the baseline inductive scenario (main heating plateau current of MA). These projections include a sensitivity study to various assumptions of the simulation. While the heat transport model is at the heart of such simulations, more comprehensive simulations are required to test all operational aspects of the current ramp-up and ramp-down phases of ITER scenarios. Recent examples of such simulations, involving coupled core transport codes, free-boundary equilibrium solvers and a poloidal field (PF) systems controller are also described, focusing on ITER current ramp-down.
村上 和功*; Park, J. M.*; Giruzzi, G.*; Garcia, J.*; Bonoli, P.*; Budny, R. V.*; Doyle, E. J.*; 福山 淳*; 林 伸彦; 本多 充; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
Recent progress on ITER steady-state scenario modeling by the ITPA-IOS group is reviewed. Code-to-code benchmarks as the IOS group's common activities for the two steady-state scenarios (weak shear scenario and internal transport barrier scenario) are reviewed. These are discussed in terms of transport and kinetic profiles, heating and CD sources using various transport codes.
Imbeaux, F.*; Basiuk, V.*; Budny, R.*; Casper, T.*; Citrin, J.*; Fereira, J.*; 福山 淳*; Garcia, J.*; Gribov, Y. V.*; 林 伸彦; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2011/03
In order to prepare adequate current ramp-up and ramp-down scenarios for ITER, present experiments from various tokamaks have been analysed by means of integrated modelling in view of determining relevant heat transport models for these operation phases. The most accurate heat transport models are then applied to projections to ITER current ramp-up, focusing on the baseline inductive scenario (main heating plateau current of Ip = 15 MA). These projections include a sensitivity studies to various assumptions of the simulation. Recent examples of such simulations, involving coupled core transport codes, free boundary equilibrium solvers and a poloidal field (PF) systems controller are described in the second part of the paper, focusing on ITER current ramp-down.
Imbeaux, F.*; Basiuk, V.*; Budny, R.*; Casper, T.*; Citrin, J.*; Fereira, J.*; 福山 淳*; Garcia, J.*; Gribov, Y. V.*; 林 伸彦; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10
ITERでの電流立ち上げ・立ち下げシナリオの準備に向けて、これら運転状態においてどの熱輸送モデルが適切であるかを決定するために、代表的なトカマクでの現在の実験結果を統合モデルシミュレーションにより解析した。本研究では、トカマク実験の解析結果をもとに、ITER標準誘導運転(プラズマ電流15MA)の電流立ち上げ・立ち下げシナリオでの予測を行った。統合モデルシミュレーション結果を、ASDEX Upgrade, C-Mod, DIII-D, JET, Tore Supraのオーミック加熱プラズマ及び外部加熱・電流駆動プラズマ実験データと比較することにより、さまざまな輸送モデルの検証を行った。最も実験結果の再現性の良かった幾つかのモデルを用いて、ITERの電流立ち上げ・立ち下げ段階での電子密度・電流密度プロファイルの予測を行った。電子温度プロファイルには輸送モデルによって大きな差が見られたが、最終的な電流密度プロファイルはモデル間でよく一致することがわかった。
Park, J. M.*; 村上 和功*; Petty, C. C.*; Heidbrink, W. W.*; Osborne, T. H.*; Holcomb, C. T.*; Van Zeeland, M. A.*; Prater, R.*; Luce, T. C.*; Wade, M. R.*; et al.
Physics of Plasmas, 16(9), p.092508_1 - 092508_10, 2009/09
被引用回数:25 パーセンタイル:65.06(Physics, Fluids & Plasmas)DIII-Dにおいてプラズマを垂直方向に変位させることで、プラズマ周辺部(off-axis)での中性粒子ビーム電流駆動(NBCD)を実証した。モーショナルシュタルク効果計測により測定した磁力線ピッチ角の時間変化からポロイダル磁束の時間変化を評価し、小半径の半分程度にピークを持ち空間的に広がったoff-axis NBCD分布を示す結果を得た。多くの場合、測定したoff-axis NBCD分布は有限軌道効果を考慮した軌道追跡モンテカルロコードによる高速イオンの減速計算によるものと一致する。中性化した高速イオンが発するD光の2次元イメージング計測によるとビームイオン密度分布は凹状になっており古典的な減速の描像と一致する。NB駆動電流の大きさはビームと磁力線のなす角と関係しており、両者のなす角が小さくなるように選ぶことでoff-axis NBCDの効率は中心部(on-axis)NBCDと同程度によくすることができる。測定したoff-axis NBCDは入射パワーとともに増加するが、高パワーにおいて測定と計算が合うためには計算に適度な高速イオン拡散を入れる必要がある。
村上 和功*; Park, J. M.*; Petty, C. C.*; Luce, T. C.*; Heidbrink, W. W.*; Osborne, T. H.*; Prater, R.*; Wade, M. R.*; Anderson, P. M.*; Austin, M. E.*; et al.
Nuclear Fusion, 49(6), p.065031_1 - 065031_8, 2009/06
被引用回数:46 パーセンタイル:83.04(Physics, Fluids & Plasmas)DIII-Dでは、小半径の50%という周辺部で電流駆動できるようにするために、2つの中性粒子ビーム(NB)の垂直方向角度を可変とする改造を計画している。計算によると、NBを下側に向けた場合には、プラズマ電流とトロイダル磁場が同方向の場合に電流駆動効率が大きくなる。この効果は大きく、ITERでの計算では現状のトロイダル磁場の方向を反転させると周辺部NB駆動電流は20%以上増加する。この計算結果を検証するためにDIII-Dでプラズマを上下方向に寄せることでNBに対する磁力線の角度を変化させ、そのときの周辺部NB駆動電流を調べた。MSE計測によるとNB駆動電流は計算通り4045%変化した。この結果から、DIII-DのNBに垂直方向角度を可変とする改造を行うことで、ITERや将来のトカマクのためのシナリオ開発を強力に推進できるだけでなく、輸送・高エネルギー粒子・加熱電流駆動の物理を自在に調べられるようになることが期待される。
Roach, C. M.*; Walters, M.*; Budny, R. V.*; Imbeaux, F.*; Fredian, T. W.*; Greenwald, M.*; Stillerman, J. A.*; Alexander, D. A.*; Carlsson, J.*; Cary, J. R.*; et al.
Nuclear Fusion, 48(12), p.125001_1 - 125001_19, 2008/12
被引用回数:35 パーセンタイル:26.98(Physics, Fluids & Plasmas)本論文では、国際トカマク物理活動において構築し2008年に一般公開した分布データベースについて述べる。分布データベースは、プラズマ輸送特性を記述するモデルの検証に活用される。1998年に一般公開した分布データベースに加えて、世界のトカマク装置(11台)で得られた代表的な分布データ(約100放電)を新たに登録している。例えば、JETとTFTRで実施されたDT放電、各装置で得られた内部輸送障壁を持つ放電やハイブリッド運転シナリオの放電などが含まれており、新規登録されたすべての放電の目的や特徴を装置ごとに記述している。また、分布データベースはftp, http, MDSplusを通して読み出しが可能である。
Giruzzi, G.*; Park, J. M.*; Murakami, M.*; Kessel, C. E.*; Polevoi, A.*; Sips, A. C. C.*; Artaud, J. F.*; Basiuk, V.*; Bonoli, P.*; Budny, R. V.*; et al.
Proceedings of 22nd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/10
The modeling of the steady-state ITER scenarios is reviewed, as a subject of common work of the ITPA-SSO group. Focus is made not only on the basic physics issues, resulting from theory and experiments, but also on the difficulties and the needs of integrated modeling. Specific issues connected with high bootstrap fraction in the long pulse operation are addressed. Bootstrap current can be enhanced either by large pedestal temperatures, or by Internal Transport Barriers (ITB). Recent simulations for both high-pedestal scenarios and ITB scenarios are compared. Results of code benchmarking for typical parameters of ITER scenarios are also analyzed, and prospects for improvement of the integrated modeling capability will be discussed.
Callen, J. D.*; Anderson, J. K.*; Arlen, T. C.*; Bateman, G.*; Budny, R. V.*; 藤田 隆明; Greenfield, C. M.*; Greenwald, M.*; Groebner, R. J.*; Hill, D. N.*; et al.
Nuclear Fusion, 47(11), p.1449 - 1457, 2007/11
被引用回数:7 パーセンタイル:25.44(Physics, Fluids & Plasmas)最近開発されたパレオクラシカル輸送モデルが多数のトロイダルプラズマ装置のデータと比較された。DIII-D, Alcator C-MOD, NSTXのオーム加熱レベルのプラズマ,RTPの電子サイクロトロン波加熱プラズマ,JT-60Uの強い電子内部輸送障壁プラズマ,MST逆磁場ピンチ,SSPXスフェロマックの実験データを用いた。モデルから予想される径方向の電子熱輸送は、オーム加熱レベルの幅広い実験結果と一致し、2倍程度の誤差で電子熱輸送の下限を与えると思われる。
Gormezano, C.*; Sips, A. C. C.*; Luce, T. C.*; 井手 俊介; Becoulet, A.*; Litaudon, X.*; 諫山 明彦; Hobirk, J.*; Wade, M. R.*; 及川 聡洋; et al.
Nuclear Fusion, 47(6), p.S285 - S336, 2007/06
被引用回数:334 パーセンタイル:73.68(Physics, Fluids & Plasmas)国際熱核融合実験炉(ITER)におけるプラズマ開発に向けた物理的基盤について最近の研究の国際的な進展についてまとめたものである。この章ではITERにおける定常運転に関して、以下の点に重点を置いて記述する。統合運転シナリオ, 運転シナリオの最近の開発状況について、定常運転のための加熱/電流駆動装置、定常運転へ向けた制御の課題について、ITERにおける定常運転とハイブリッド運転のシミュレーション。
Kessel, C. E.*; Giruzzi, G.*; Sips, A. C. C.*; Budny, R. V.*; Artaud, J. F.*; Basiuk, V.*; Imbeaux, F.*; Joffrin, E.*; Schneider, M.*; Luce, T.*; et al.
Proceedings of 21st IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2006) (CD-ROM), 8 Pages, 2007/03
国際トカマク物理活動の定常運転グループでは統合シミュレーションコードのベンチマークを始めており、CRONOS, ONETWO, TRANSP, TOPICS, ASTRAといった複数の1.5次元輸送コードを用いてITERハイブリッド運転のシミュレーションを行った。平衡配位,加熱電流駆動機器のジオメトリ、熱・粒子輸送モデル等について共通ガイドラインを設けて極力同じ計算条件となるようにしている。世界的に利用されている輸送コードのほとんどが参加したベンチマークは初めてであり、結果の違いについて結論できる段階には至っていないが、各コードにおいて改良すべき点を客観的に評価できることを明らかにした。
Ongena, J.*; Budny, R.*; Dumortier, P.*; Jackson, G. L.*; 久保 博孝; Messiaen, A. M.*; 村上 和功*; Strachan, J. D.*; Sydora, R.*; Tokar, M.*; et al.
Physics of Plasmas, 8(5), p.2188 - 2198, 2001/05
被引用回数:50 パーセンタイル:79.70(Physics, Fluids & Plasmas)ドイツのトカマク装置TEXTORでは、不純物入射によってグリーンワルド密度限界を超える高密度領域でHモードに相当する高い閉じ込め性能を得ている(RIモード)。このプラズマは閉じ込め性能の改善と第一壁の熱負荷の低減という観点で優れており、ほかのトカマク装置でもELMy Hモード、Lモードに不純物を入射する実験が行われている。JETでは、グリーンワルド密度限界近くまでELMy Hモードの閉じ込め性能を維持できた。JT-60Uでは、Ar入射によって高密度領域でELMy Hモードプラズマの閉じ込め性能を改善した。JET及びD III-Dでは、ダイバータ配位のLモードプラズマにおいて不純物入射に伴う輸送係数の減少を観測した。本論文では、これら不純物入射による閉じ込め性能の改善についてレビューする。
Saibene, G.*; McDonald, D. C.*; Beurskens, M.*; Salmi, A.*; Lonnroth, J. S.*; Parail, V.*; de Vries, P.*; Andrew, Y.*; Budny, R.*; Boboc, A.*; et al.
no journal, ,
本発表は0.08%から約1%までトロイダル磁場リップルの振幅を変化できるJETにおけるリップル実験の結果を報告するものである。リップルがペデスタルとコアプラズマに与える影響をq=33.6のELMy Hモードプラズマで測定した。Hモード特性の変化は明確であるが、閉じ込め性能が劣化する物理機構は明確でない。プラズマ密度の減少や閉じ込め性能劣化は0.5%程度のリップルで観測されるが、その閾値はプラズマパラメータで変化する。リップルはペデスタル圧力とELMにも影響を与える。また、プラズマ回転もリップルの影響を強く受ける。
Snipes, J. A.*; Schaffer, M. J.*; Gohil, P.*; de Vries, P.*; Fenstermacher, M. E.*; Evans, T. E.*; Gao, X. M.*; Garofalo, A.*; Gates, D. A.*; Greenfield, C. M.*; et al.
no journal, ,
磁性体で作られているITERのテストブランケットモジュール(TBM)が作る誤差磁場がプラズマ運転と性能へ与える影響を調べる実験をDIII-Dで実施した。ポロイダル磁場とトロイダル磁場を作る一組のコイルをプラズマ近傍の水平ポートに設置した。TBMコイルは、トロイダル磁場リップルとの総和で5.7%という局所磁場リップルを作り出すことが可能で、この値は1.3トンのITER用TBMが作る局所磁場リップルの4倍に相当する。実験では、トロイダル回転の減少はリップルに敏感であるが、閉じ込め性能への影響では、3%以上の局所磁場リップルで15-18%の減少、1.7%以下では影響はほとんど見られないことがわかった。